AC－600PWR蒸汽发生器模拟体设计

介绍了ＡＣ－６００ＰＷＲ二次侧非能动应急堆芯余热排出系统整体效应实验装置中蒸汽发生器（ＳＧ）模拟体的模拟准则和主要设计特点。其主要模拟准则为功率－容积比准则，但在尽量保证再现原型主要热工水力过程的前提下，进行了适当的修改和简化．该模拟体总体比例为１／３９０，换热管束及内件可更换，以满足不同实验研究要求。

AC-600非能动安全特性分析

AC-600概念设计的研究重点包括堆芯、非能动安全系统及简化系统。本文讨论 AC-600自然循环能力、LOCA 或全厂断电期间,非能动安全系统的性能,也初步讨论了 AC-600对过剩反应性及热工水力瞬态的非能动限制。

西南反应堆工程研究设计院 APWR 开发研究工作简介

本文简要地介绍了西南反应堆工程研究设计院在先进压水堆方面所做的跟踪和开发研究工作,介绍了具有中国特色的先进压水堆核电厂(AC-600)的设计目标、初步方案的特点和今后工作的设想。AC-600的优点是工程投资少,固有安全性好,可靠性高,工期短,并能很好地与我国已建造的或正准备建造的压水堆核电厂相衔接,是我国发展核电厂的主要方向。

中国改进型压水堆核电站AC－600的主要设计特点及其与AP－600的比较

文中主要介绍了中国ＡＣ－６００核电站在设计参数、堆芯设计、主系统、非能动专设安全设施等方面的设计特点，并与美国ＡＰ－６００核电站设计进行了比较，给出了ＡＣ－６００与ＡＰ－６００的主要区别。

Inconel 600和Inconel 690合金在模拟压水堆一回路水环境中生成的氧化膜特征研究

利用原位表面增强型拉曼光谱(SERS)研究了Inconel 600合金和Inconel 690合金在高温高压水环境中生成的氧化膜特征。结果表明,Inconel 600合金氧化膜的内层为薄且连续的Cr2O3,外层为非连续分布的Fe Cr2O4/Ni Fe2O4晶粒。Inconel 690合金腐蚀氧化膜由单一连续的Cr2O3构成。从两个方面分析了本文SERS结果与他人研究成果之间的差异。一是合金在腐蚀的早期阶段形成Cr2O3内层,随着时间增加,转变成热力学稳定的富铬尖晶石;二是由不锈钢材料制成的高压釜和回路管道,溶液中含有大量的Fe2+和Ni2+,导致氧化膜中尖晶石相的生成。提出了合金氧化膜与腐蚀时间以及高压釜(含管道回路)材质都存在一定的关联性。